A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

ロシアの核エネルギー民生利用方法に関する分析研究

川崎 信史

JAEA-Review 2025-043, 74 Pages, 2025/10

JAEA-Review-2025-043.pdf:2.45MB

ロシアは、民生分野における核エネルギー利用において、世界の最先端を行く先進国であるが、その内情の把握は、種々の理由により難しいものとなっている。そこで、ロシアの核エネルギー利用、核燃料供給、燃料製造能力、再処理・燃料サイクルの考え方について、その意図と成果に関する歴史的な整理を行い、そこから得られる知見を抽出した。また、本知見から見えてくる戦略を、「開発・実証の戦略的多様性と連続性」及び「技術活用・展開方法の多様性」として整理し、日本にとっての示唆も含めて以下のように考察した。ロシアの核エネルギー政策は、多様な原子炉型式と燃料サイクル技術を戦略的に活用し、国内外での原子力発電の拡大を目指すものである。現在、軽水炉(VVERシリーズ)を中心に、原子力発電は国内の電力発電量の約20%を占めており、2045年までにこれを25%に引き上げる計画が進められている。ロシアでは、大型炉から中型・小型モジュール炉まで、さまざまなタイプの原子炉の建設が進められており、高速炉技術の開発や、使用済み燃料の再処理・リサイクルにも注力している。国際的には、VVER-1200などの原子炉を複数の国で建設中であり、高速炉分野では中国との協力も深まっている。特筆すべき点は、ロシアが原子炉の導入から燃料の供給、再処理、廃棄物管理、さらには放射性同位体(RI)の提供に至るまで、これらすべてを一体的、あるいは部分的に選択可能な技術サービスとして、国際的に提供している点である。単なる製品の輸出や技術の供与にとどまらず、相手国の状況やニーズに応じた柔軟な対応を通じて、持続的な関係の構築と信頼の醸成を図っている。このような国際展開を可能にするために、ロシア国内では将来的に海外での展開が見込まれる分野において先行的に技術開発を進め、対象となる技術やサービスを選定し、計画的に展開を図っている。このような「技術の多様性」と「戦略の一体性」を兼ね備えた柔軟な展開は、さまざまな地政学的背景を持つ国々との協力を可能にしており、日本にとっても、単に技術を輸出するのではなく、燃料サイクル全体を見据えた包括的な国際協力のあり方や、高速炉やRI供給などを組み合わせた多角的なアプローチとして参考になる。

Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113098

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of HO/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222

For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the -Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

Initial benchmark comparison of the open-source Cyclus and NMB fuel cycle simulators

Bachmann, A. M.*; 西原 健司; Richards, S.*; 阿部 拓海; Feng, B.*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.11 - 16, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.11

Verification exercises between fuel cycle simulators are important for understanding how the methodology and capability differences between the simulators affect the results. This work performs an initial verification exercise with the Cyclus and NMB fuel cycle simulators. The exercise compares the results of the two codes in three simple fuel cycle scenarios: a once-through scenario with a pressurized water reactor, a limited recycle scenario with a pressurized water reactor, and a continuous recycle scenario with a pressurized water reactor and a sodium fast reactor. The results of this exercise highlight the differences in the codes' methodologies to determine when fresh fuel is fabricated and to model fuel depletion, affecting where material is located in a scenario.

非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化(委託研究); 令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*

JAEA-Review 2025-010, 62 Pages, 2025/08

JAEA-Review-2025-010.pdf:3.63MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「非接触測定法を用いた燃料デブリ臨界解析技術の高度化」の令和3年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、非接触のアクティブ中性子法により燃料デブリの臨界安全上の特性を評価する測定システムの開発と、燃料デブリ取り出し作業員の安全確保方策の確立に資する基盤技術として多領域積分型動特性解析コードの開発により燃料デブリ臨界解析技術を高度化することを目的としており、東京科学大学、東京都市大学、産業技術総合研究所、長岡技術科学大学が連携して実施した。燃料デブリの臨界特性システムの開発・性能評価では、ポリエチレン減速材とHe比例計数管から構築される2層構造の検出器を開発し、検出器の動作検証及び性能試験を実施した。開発した検出器を用いて得られる測定データから燃料デブリに含まれる核分裂核種量、水素含有量、臨界安全上の特性を導出するための手法を検討・評価し、検出限界、精度、適応可能なデブリ形状を評価した。燃料デブリ弱結合炉体系臨界影響評価手法の高度化では、本研究を通じて、遅発中性子による核分裂の効果を考慮することができ、燃料デブリの動きにも対応可能なMIK2.0-MVPコードの基本機能を開発した。MIK2.0-MVPコードは、C()関数のタリー計算を並列化すれば、スパコンを活用することによって、燃料デブリ多粒子体系を含む弱結合炉体系のような複雑な体系であっても、粒子法との弱連成計算の範囲内で、動特性計算が実行可能となる見通しを得た。

Characteristics of droplet evaporation on high-temperature porous surfaces for estimating cooling time of fuel debris

結城 光平*; 堀口 直樹; 吉田 啓之; 結城 和久*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 12(4), p.24-00451_1 - 24-00451_8, 2025/08

https://doi.org/10.1299/mej.24-00451

福島第一原子力発電所の燃料デブリは通常、浸漬状態で冷却される。しかし、予期せぬ水位低下が発生した場合、冷却水が多孔質構造を持つ高温の燃料デブリに接触する。このような場合、燃料デブリを早急に冷やす必要があるが、固液接触時の毛細管現象といった熱挙動は十分に理解されていない。本論文では、1mm以下の小孔を有する金属多孔体に接触した液滴の蒸発特性を評価した基礎研究について述べる。孔径1, 40, 100mのブロンズまたはステンレス多孔体を用いた実験を行い、液滴のライフタイム曲線を推定した。結果として、発生した蒸気が小孔から排出されることで、多孔質体表面ではライデンフロスト現象が抑制されることがわかった。さらに、ブロンズ多孔質体では多孔質体の温度が上昇すると微細構造を持つ酸化膜が毛細管現象を促進した。一方、ステンレス多孔体では濡れ性が低いことで毛細管現象が抑制され、孔内への液滴の吸収および分散が抑制される。したがって、燃料デブリには毛細管力が作用しないと仮定して冷却システムを構築すべきである。

Control and irradiation behaviors of oxygen potential of MOX fuel

廣岡 瞬; Vauchy, R.; 堀井 雄太; 砂押 剛雄*; 齋藤 浩介; 小澤 隆之

Proceedings of Workshop on Fuel Performance Assessment and Behaviour for Liquid Metal Cooled Fast Reactors (Internet), 8 Pages, 2025/07

MOXペレットの酸素ポテンシャルを低く制御することで、燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)によって生じる被覆管内の面腐食を低減することができる。MOXペレットの酸素ポテンシャルはO/M比に相等することから、本研究では、MOXペレットの製造時におけるO/M比の変化挙動について、熱分析装置を用いた実験データを元に評価を行った。直径5mmのMOXペレットのO/M比を1.97以下に調整する実験では、1600Cの熱処理により約3時間でO/M比の変化が終了するデータが得られた。ただし、冷却中は雰囲気の酸素ポテンシャルが上昇してしまうため、O/M比は1.97以上に変化していく様子も示された。また本研究では、照射中にペレット内部で起こるO/M比の再分布についても解析により評価した。ペレット内部の酸素は温度が低いペレット表面(被覆管内面)の方向に拡散するが、製造時のO/M比を低く調整することで、ペレット表面のO/M比も低く抑えられる結果が得られた。

DECOVALEX-2023: An International collaboration for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems

Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.

Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06

https://doi.org/10.1016/j.gete.2025.100685

The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.

Scenario analysis of future nuclear energy use in Japan, 1; Methodology of nuclear fuel cycle simulator: NMB4.0

阿部 拓海; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.299 - 304, 2025/05

https://doi.org/10.15669/pnst.7.299

現在、脱炭素化および持続可能な社会の実現にむけて、二酸化炭素を排出しない安定したエネルギー源の研究が続けられている。原子力エネルギーもそのひとつであり、様々な新型炉や再処理技術の開発が進んでいる。これらを活用した核燃料サイクルを社会実装するうえでは、核燃料物質の物流や廃棄物発生量の規模といった諸量を、多様な視点から定量的に評価できる核燃料サイクルシミュレータが必要となる。そこで、東京工業大学と原子力機構の共同研究により、NMB4.0が開発された。これはフロントエンドからバックエンドまでにおけるアクチノイドおよびFPを含めた179核種の物質収支を計算し、核燃料サイクルを統合的にシミュレーションするコードである。他の核燃料サイクルシミュレータと異なり、様々な原子力シナリオにおける放射性廃棄物の数や最終処分場規模といったバックエンド解析を精密に行えるほか、Microsoft Excel上で動作するオープンソースのコードであることが特徴である。そのため、様々なステークホルダーを交えた原子力利用戦略の定量的な検討が可能である。本発表ではNMB4.0内にて用いられる方法論の紹介を行う。